Методы расчета эффективного коэффициента размножении в хранилищах ОЯТ

В настоящее время широко используются различные программы, реализующие метод Монте-Карло: MCU-RFFI, MCNP, SCALE, MMKFK-2. Для определения погрешностей методов расчета &, фф проведено большое число критических экспериментов, имитирующих условия хранения ТВС или твэл реакторов типа ВВЭР. Для ТВС других типов реакторов специальных критических экспериментов не проводили, в этом случае единственной возможностью определения погрешностей является сравнение результатов по разным апробированным программам с помощью упрощенных физических моделей.

В большинстве случаев в нормальных условиях расчет к,_фф хранилища сводится к расчету выделенной ячейки, что позволяет упростить расчеты и внести некоторый консерватизм в расчеты. Сравнительные расчеты к^ показывают хорошее согласие перечисленных программ в пределах 1,5…2 % в &эфф, за исключением плотности воды до 0,05 г/см³, где различие больше и требует изучения его причин. Сравнение результатов расчетов /с_)фф с данными специальных критических экспериментов с твэл низкого обогащения также показало, что методическая погрешность составляет ~1%.

В настоящее время актуальным становится требование Госатомнадзора использовать аттестованные программы для расчета к-,_фф хранилищ. Несмотря на формальную справедливость указанного требования, оно не является основным или первопричинным с точки зрения безопасности. Одним из основных является принцип консервативности, реализуемый на всех этапах анализа ядерной безопасности. В частности при расчете предполагается, что топливо «свежее», при этом &₃ф_ф не должен превышать 0,95 при нормальной эксплуатации и вероятностных аварийных ситуаций (сейсмических ураганов; падении самолета; воздушной ударной волне; появления в зоне хранения твэл и ТВС воды, разрушение отдельных твэл и ТВС с образованием просыпи; изменении геометрия расположения пеналов и т. п.).

С появлением нового вида топлива — уран-эрбиевого для РБМК, уран-гадолиниевого для ВВЭР, смешанного оксидного ((U-Pu)C>2), нитридного ((U-Pu)N), карбидного ((U-Pu)C) для БН-600, в перспективе и для ВВЭР-1000 возникает необходимость обоснования безопасности имеющихся хранилищ ОЯТ. Особенностью уран-эрбиевых ТВС реактора РБМК является повышения обогащения до 2,8…3% по U²³⁵ с добавлением выгорающего поглотителя эрбия в количестве 0,4…0,8%.

Расчетные исследования показали, что требования ядерной безопасности долговременных хранилищ («мокрое» хранение) ОЯТ РБМК выполняются в условиях, как нормальной эксплуатации, так и проектных аварий в предположении, что топливо «свежее». Вместе с тем в запроектных авариях к_эфф может превысить единицу, если в бассейне выдержки находится «свежее» топливо. В тоже время, если учитывать проектную глубину выгорания топлива, составляющую ~20 МВт-сут/кгИ (ОЯТ РБМК-1000), то подкритичность (&_эфф < 0,95) обеспечивается с большим запасом и в запроектных авариях. Поэтому расчетчикам предложено учитывать выгорание ОЯТ при анализе запроектных аварий, т. к. реально храниться выгоревшее топливо.

Таким образом, ядерная безопасность для нормальных условий и исходных событий проектных аварий должна быть доказана в предположении, что топливо свежее, для запроектных аварий — с учётом глубины выгорания.

Использование глубины выгорания ОЯТ в качестве параметра ядерной безопасности реально, только после проведения ряда мероприятий, исключающих ошибки при определении глубины выгорания ОТВС.

Использование на практике программ расчета к_этипа MCU-RFFI, SCALE, MMKFK-2 позволяют рассчитывать хранилище ОЯТ с точностью ~10 ⁵…10 ^б. Вместе с тем требуются дополнительные исследования по определению погрешностей расчета смешанного уранплутониевого, уран-эрбиевого, уран-гадолиниевого топлива.